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須田 一則; 米川 強; 吉川 信治; 長谷川 信
JNC TN9420 99-003, 157 Pages, 1999/03
本調査では、自律型プラントのための分散協調知能化システム開発および原子力施設における知的活動支援の方策に関する研究に資することを目的に、原子力人工知能の技術動向調査として・ 技術動向・ 産業界での導入および応用例・ ニーズ・ 社会的受容性の項目に関する調査を実施した。人工知能応用システム開発の動機付けは、ニーズと技術の両者から発生するものであり、お互いが補間しあいなされていく。その技術の有用性、実用性が認められ、自然に社会へ受け入れられて行くためには、人工知能技術に対する社会的受容性についての課題を解決する必要がある。
須田 一則; 米川 強; 吉川 信治; 長谷川 信
JNC TN9400 99-054, 27 Pages, 1999/03
現在、原子力プラントの運転・保守における安全性や信頼性の向上を図るため、様々な研究が行なわれている。これらの研究の一環として、本研究では既存のプラントにおいて運転員や保守員が果たしていた役割を代替しうる人工知能を用いた知的運転制御システムの概念構築を進めてきた。特に、異常時における運転員への支援システムとしては、従来からエキスパートシステム等を用いた異常診断モジュールが開発検証されてきたが、異常時の原子力プラントの挙動を完全にモデル化することは不可能のため、異常事象や診断範囲を限定して信頼性を保証するものである。本報告では、複数の診断モジュールで得られた診断結果を情報処理技術を用いて診断の範囲や性能の統合化を図る多様化手法を検討し、その有効性を検証してきた。診断における方式の多様化の検討課題として、1.使用する入力情報の信頼性、2.使用するモデル、アルゴリズム及び推論方法の多様性、3.相互補完やロバスト性、を挙げることができる。FBRプラントシミュレータを用いて、異なる手法を用いた診断モジュールの試験及び評価を実施し、多様化においての有効性を検討した。その結果、診断モジュール単体では対象範囲の全てを正確に診断できないが、方式の多様化による診断では、検証した全ての異常を正確に診断可能であることを確認した。すなわち、診断を多様化することで想定内の異常事象および一部の想定外の異常事象に対し有効であることを明らかにした。
米川 強; 吉川 信治; 瀬谷 義一*
JNC TN9400 99-053, 38 Pages, 1999/03
原子力プラントに代表される、複雑で大規模な流体循環システムの設計、評価に不可欠な非定常流動計算シミュレーションを、従来のような行列計算を用いないで行うアルゴリズムを考案した。このアルゴリズムを高速炉の2次主冷却系構成を対象に検証した。その結果、流体計算に収束計算を用いることによる計算量の増加は、熱交換器に代表される機器モジュールの温度計算量に比べて十分小さく、このアルゴリズムの利点である流路ネットワーク構造の動的変化への対応等の特徴を損なわないことを確認した。本手法により、プラントの全体モデル、特に流路の破断や隔離のように、境界条件の構造そのものが不連続に変化する現象を模擬できるモデルを容易に構築でき、シミュレーションの柔軟性を向上させられる可能性がある。
吉川 信治; 米川 強; 須田 一則; 長谷川 信
JNC TN9400 99-044, 60 Pages, 1999/03
原子力プラントという複雑なシステムでは、情報処理技術として異常の事象進展から遅延せずに結論を導く実時間性、結論が人間にとって納得できるための透明性、及び膨大な情報から除去することが困難な局所的な欠陥に対する頑健性が求められる。これらは単純なルール型の推論機構では実現不可能なものである。このため、本報告ではこれらの要件の内、参照される情報に内在する局所的な欠陥に対する頑健性を研究対象とした。一方、これに対処するための手段として、最近進展の目覚しい制御系に関して調査・検討した上で、情報処理系に求められる要件の抽出を行なった。また、比較的単純な診断モジュール間の相互評価については、具体的な2つのアルゴリズムを実際にシステム化し、原子力プラントへの適用性評価を行った。
古平 清; 米川 強
PNC TN9410 87-185, 377 Pages, 1997/12
高速炉プラントの経済性向上を目指して進められている、各種R&D及び設計研究の効率的な展開に資するため、建設コストを定量的に評価する手法を開発しておく必要がある。そこで軽水炉の実績を基にしたコストデータベースから、建設費の構成費目のうち「原子炉及び付属設備」、「機械装置」(蒸気タービン、電気設備)について、その構成機器レベルまで細分化した評価モデルを軽水炉を対象に開発した。その後この評価モデルを基に高速炉の特殊性を考慮した高速炉の評価モデルを作成した。軽水炉版評価モデルは加圧水型軽水炉の標準プラントを想定したが、実際の建設費と比較しても十分妥当性のあるものであった。高速炉版評価モデルについては、今後その妥当性評価を行うとともに、評価モデルの詳細化に取り組む予定である。
須田 一則; 米川 強; 吉川 信治; 小澤 健二
PNC TN9410 97-049, 27 Pages, 1997/04
原子力プラントの運転・保守における稼働率や安全性を向上を図るべく様々な研究が行われている。我々は既存のプラントにおいて運転員及び保守員が果たしていた役割を人工知能及び自律ロボット等で代替する自律型プラントの要素技術として、自律型運転制御システムと知的保全管理システムの開発を実施している。特に、自律型プラントの保守機能を司る知的保全管理システムは、プラント内の保全管理に係わる状態の監視、機器の異常・故障の判断、保守・補修に係わる保全方策の策定を自律的に行う機能が必要であり、また、その結果を運転制御システム及び自律ロボットへ指示・伝達するという重要な役割を有している。本報告では、人工知能技術のマルチエージェントによる分散協調手法を採用し、センサ・アクチュエータレベルの協調による問題解決を実施する方法として、分散協調技術による故障検知機能、故障診断評価機能及び保全方策策定機能の3機能の検討、及びこれらの情報伝達機能を司る分散協調通信機能について検討を実施した。その結果、本システムを構成する主要な機能及び自律型運転制御システムと自律ロボットとの関係を考慮に入れた概念構築を行うことともに、本システムと外部システムとの情報伝達の明確化を行った。今後は各機能を試作し、全体システムの検証を行う予定である。
米川 強; 須田 一則; 小澤 健二; 瀬谷 義一*; 山本 裕史*
PNC TN9410 97-006, 46 Pages, 1996/12
原子力プラントの安全性、信頼性向上を目的とした運転制御の高度化、知能化の観点から、プラントで人間(運転員、保守員)が運転制御、保守において果たしている役割を人工知能で代替することを目指し、平成元年度から原子力クロスオーバー研究の一環として自律型プラントの開発を進めている。この中で動燃は自律型プラント運転制御のための人工知能を具備した運転制御システムの開発を担当している。一方、自律型プラントにおける運転、保守の自律分散協調機能の動作状況監視システムの開発を船舶技術研究所(船研)が担当している。本報告では相互の研究開発を推進する上で不可欠となる動燃側の運転制御システムと船研側の監視システムとの結合を通信回線によって実現するためのデータ通信の形態、手法等について検討し、この検討結果をもとに、公衆回線及びインターネットを利用したデータ通信機能を具体化した。また、実接続による通信試験を行って、所定の機能を確認した。
米川 強*; 竹内 則彦*; 白土 清一*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-177, 340 Pages, 1988/09
本報告書は、昭和61年度から実施している「FBR経済性評価システムの開発」の内、建設費ひようか手法に係る研究の昭和62年度の成果をまとめたものである。本年度は61年度に開発したFBRプラントの建設費評価手法について、特にFBR特有の系統、機器に重点を置いて更に詳細化を図った。また、建設コストを構成する費目のうち未着手のままの土地・構築物、建物等についてのモデル化を図り、総建設費の算出を可能とした。以下に本年度の主な検討結果を示す。(1)FBR特有設備のコスト評価手法の検討 前年度摘出されたFBR特有設備の評価手法について詳細化を図った。このため、評価方法は原則的に材料費、製作加工費からの積み上げによるものとした。(2)土地・構築物及び建物に関するコスト評価手法の検討LWR(PWR)の物量調査から積算を行い、延床面積価格を算定しこれを用いてFBRの建物評価モデルを設定した。土地、構築物についてはLWRと同じ条件と考えた。(3)100万kWe級FBRの建設費試算 61年度、62年度のコスト評価手法を用いて100万kWe級FBRの建設費を試算した。尚、試算に際して対象プラントの物量、仕様が不明あるいは未定のものは試算していない。(4)新型軽水炉経済性評価データベースの作成 FBRの実用化時期を考慮し、FBRの経済性評価の対象とする軽水炉を新型軽水炉(A-PWR及びA-BWR)と考え、新型軽水炉について従来型からの主要な変更・相違点をコスト評価の観点からまとめ、データベースとして整備した。今後評価手法を使い易いものとしてコード化を行い、FBR経済性評価システムの構築に取り組んでいく予定である。
広井 博*; 松木 卓夫*; 三宅 収; 米川 強*; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 88-078, 105 Pages, 1988/07
昨年度の継続として、大型炉の立地評価の候補事象と成り得る「一次冷却材漏洩事故」を想定し、各種設計条件、解析条件をパラメータにした解析を実施して、建屋一体型格納施設の成立性の検討を行った。建屋一体型格納施設では、配管・機器からの放熱が大きな影響を及ぼすので、より現実的な配管放熱モデルをCONTAINコードに組み込み、さらに漏洩Na温度が高くなる事故シナリオ(IRACS1ループ除熱)を想定して、次のパラメータ計算を実施した。(1)事故室雰囲気漏洩率、(2)Na漏洩孔、(3)漏洩箇所、(4)雰囲気酸素濃度、(5)常用排気系換気回数 FP放出量の計算結果から次のことが明らかにされた。(1)放熱モデルの改良によりFP放出量は1/5-1/3に低減される。(2)FP放出量に対しては、事故室漏洩率が最も大きな影響を与える(3)Na漏洩孔の大小の影響は、希ガスについて大きいが、ヨウ素等については小さい。(4)漏洩箇所、雰囲気酸素濃度、及び常用排気系換気回数が変わることによる影響は小さく、雰囲気酸素濃度や常用排気系換気回数等の設計条件に大幅な自由度を有することが明らかにされた。(5)ヨウ素、プルトニウムの放出量は常用排気系から非常用排気系への切り換え時期に強く影響されるため、漏洩の早期検出によりさらにFP放出量は低減される。
藤井 正*; 家田 芳明*; 米川 強*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-062, 82 Pages, 1988/06
高速増殖炉の安全設計においては、炉心崩壊事故を設計基準外事象として位置づけるため、原子炉停止系と並んで崩壊熱除去系に高い信頼性が要求されている。このため現在提案されている各種の崩壊熱除去系に関する検討を進めるにあたり、定量的な信頼度評価手法の確率が望まれていた。60年度要素技術設計研究(2)において、崩壊熱除去系の信頼度評価手法として、従来のフォルトツリー解析では不十分であり、プラントの状態遷移を考慮した動的な解析評価の必要性が示された。この指摘に基づき、マルコフモデルを用いた動的信頼性評価解析コードDRACを開発した。本コードでは、信頼度評価に対する時間的寄与として、以下の2点を考慮している。(1)崩壊熱の時間変化に従った必要除熱量の推移(Phased Mission法) (2)プラント機器の故障・修復を考慮した冷却能力の推移(マルコフモデル)本コードの解析機能の検証を目的に、実機評価の一例として要素技術設計研究(2)におけるループ型プラント(崩壊熱除去系;SG直列コールドレグ設置型補助炉心冷却系)を対象に、信頼度を評価した。その結果、系統構成や、機器の従属関係の異なるシステムについても、信頼度を用意に比較検討できることがわかり、実機プラントへの適用性を確認した。今後は、動特性コードを用いたプラントの除熱能力評価、及びCREDOデータベース等により機器の故障率・修復率データの設備拡充を行い、実機プラント設計研究への活用を図る予定である。
